
Калашников, Н.П. Руководство к решению задач по физике Основы квантовой физики. Строение вещества. Атомная и ядерная физика
.pdfЗадача 4.2.8. Определить суммарную кинетическую энергию Tя ядер, образовавшихся в результате реакции 13 C(d, α)11B , если кинетическая энергия Td дейтрона равна 1,5 МэВ. Ядро-мишень 13 C считать неподвижным. (Tя = 6,66 МэВ)
Задача 4.2.9. При ядерной реакции 9 Be (α, n)12C высвобождается
энергия Q = 5,70 МэВ. Пренебрегая кинетическими энергиями ядер бериллия и гелия и принимая их суммарный импульс равным нулю, определить кинетические энергии Tn и TC продуктов реакции. ( Tn = 5, 26 МэВ; TC = 0, 44 МэВ)
Задача 4.2.10. Пренебрегая кинетическими энергиями ядер дейтерия и принимая их суммарный импульс равным нулю,
определить |
|
кинетические энергии |
THе и |
Tn продуктов реакции |
||||
2 H+2H → |
3 H+1 n |
. (T = 2,44 МэВ, T |
= 0,82 МэВ) |
|||||
1 1 |
2 |
0 |
n |
Hе |
|
|
|
|
Задача 4.2.11. Покоившееся ядро полония |
84210 Po выбросило |
|||||||
α-частицу. Определить кинетические энергии Tя ядра отдачи и |
||||||||
Tα α-частицы, |
а также полную энергию, выделившуюся при α- |
|||||||
распаде Q, |
(Tя |
= 0,105МэВ; Tα = 5, 400 МэВ; |
Q = 5,505 МэВ) |
|||||
Задача |
4.2.12. |
Ядро углерода |
146 |
C |
выбросило электрон и |
|||
антинейтрино. Определить полную энергию |
Q бета-распада |
|||||||
ядра. (0,158 МэВ) |
|
|
|
|
|
Задача 4.2.13. Неподвижное ядро кремния 1431Si выбросило электрон с кинетической энергией Te = 0,50 МэВ. Пренебрегая кинетической энергией ядра отдачи, определить кинетическую энергию Tν антинейтрино. (0,98 МэВ)
Задача 4.2.14. Ядро атома азота 137 N выбросило позитрон. Кинетическая энергия позитрона равна 1 МэВ. Пренебрегая
191
кинетической энергией ядра отдачи, определить кинетическую энергию Tν нейтрино, выброшенноговместеспозитроном. (0,2 МэВ)
Задача 4.2.15. Определить энергию Q ядерной реакции 9 Be (n, γ) 10Be, если известно, что энергия связи ядра 9 Be равна
58,16 МэВ, а ядра 10 Be – 64,98 МэВ. (Q = 0,63 МэВ)
Задача 4.2.16. Найти энергию Q ядерной реакции
14 N (n, p)14 C, если энергия связи ядра 14 N равна 104,66 МэВ, а ядра 14 C – 105,29 МэВ. ( Q = 0,63 МэВ)
Задача 4.2.17. Определить суммарную кинетическую энергию Tя ядер, образовавшихся в результате реакции 13 C(d, α)11B, если
кинетическая энергия Td дейтрона равна 1,5 МэВ. Ядро-мишень
13 C считать неподвижным. (T = 6,66 МэВ) |
|
||
|
|
я |
|
Задача 4.2.18. При ядерной реакции |
9 Be (α, n)12C |
||
высвобождается |
энергия |
Q = 5,70 МэВ. |
Пренебрегая |
кинетическими энергиями ядер бериллия и гелия и принимая их суммарный импульс равным нулю, определить кинетические энергии Tn и TC продуктовреакции. (Tn = 5, 26 МэВ; TC = 0, 44 МэВ)
Задача 4.2.19. Нуклид
минимальной кинетической энергией 1,71 МэВ. 1) Определить дочернее ядро; 2) вычислить массу дочернего атома в а.е.м.
(1 – 1632 S; 2) 31,97207)
Задача 4.2.20. В реакции 147 N (α, p)178 O налетающие α- частицы имеют кинетическую энергию 7,68 МэВ. Определить полную кинетическую энергию продуктов реакции. Масса 178 O
равна 16,909131 а.е.м. (6,49 МэВ) |
|
|
Задача 4.2.21. Какая энергия выделяется в |
реакции |
деления |
10 n + 92235U →14156 Ba + 3692Kr +310n . Массы 14156 Ba |
и 3692 Kr |
равны |
соответственно 140,9141 и 91,9250 а.е.м. (174,7 МэВ)
192
Задача 4.2.22. Сколько энергии (в Дж) содержится в 1 кг воды, если природный дейтерий использовать в реакции ядерного
синтеза 12 D +12D →13H +11H. (1,6·109 Дж/кг)
Задача 4.2.23. Сколько граммов урана расходуется ежедневно для производства 1 ГВт электроэнергии? КПД преобразования 30 %. (Около3 кгвсутки)
Задача 4.2.24. Вычислить коэффициент полезного действия двигателей атомного ледокола, если их мощность Р1 = 32 МВт, а
атомный реактор расходует т = 200 г урана 92235 U в сутки. При делении одного ядра урана выделяется энергия Е0 = 200 МэВ.
Молярная масса урана μ= 235·кг/кмоль. ( η = |
P1 μt |
; η 17 %) |
|
||
|
E0mNA |
4.3. Радиоактивность. Прохождение излучения через вещество. Элементы дозиметрии ионизирующих излучений
4.3.1.Основные понятия, законы и формулы
•Основной закон радиоактивного распада:
N = N0e−λt , |
(4.3.1) |
где N = N (t ) – число нераспавшихся атомов в момент времени t ; N0 = N (0) – число нераспавшихся атомов в момент, принятый за начальный (t = 0); e — основание натуральных логарифмов λ – постоянная радиоактивного распада.
• Период полураспада T1/2 — промежуток времени, за который
число нераспавшихся атомов уменьшится в два раза. Период полураспада связан с постоянной распада соотношением
T |
= ln 2 |
= 0,69315 . |
(4.3.2) |
1/2 |
λ |
λ |
|
|
|
• Величина τ =1/ λ , обратная постоянной распада, называется средним временем жизни радиоактивного атома (промежуток
193
времени, за которое число нераспавшихся ядер уменьшается в е раз). Связь τ с периодом полураспада:
T1/2 = 0,69315τ, τ =1, 4427T1/2 .
• Числоядер, распавшихся в интервале времени t, t + |
t : |
|
− N = N (t )− N (t + t )= N (t )(1−e−λΔt ) |
. |
(4.3.3) |
При бесконечно малом интервале времени |
dt |
число |
распавшихся атомов |
|
|
−dN = Nλdt . |
|
|
• Активность А радиоактивного образца есть величина, равная отношению числа −dN ядер, распавшихся в изотопе, к промежутку времени dt , за которое произошел распад. Активность определяется соотношением
A = − dN |
= λN = λN0e−λt . |
(4.3.4) |
dt |
|
|
Как видно, активность образца со временем уменьшается по экспоненциальному закону: A(t )= A0e−λt . Единицей активности в
СИ является один беккерель (Бк), равный одному распаду в секунду. Традиционная внесистемная единица активности — кюри (Ки): 1 Ки = = 3,7·1010 Бк. Массовая (удельная) активность а радиоактивного источника есть активность единицы массы: a = A / m.
• Если некоторое количество радиоактивного препарата (1) помещено в закрытый сосуд, и при распаде вещества (1) образуется вещество (2), также радиоактивное, то количество второго вещества (2) в этом сосуде по истечении времени t определяется соотношением
N2 = N0,1 |
|
|
λ1 |
(e−λ1t −e−λ2t ), |
(4.3.5) |
λ |
2 |
−λ |
|||
|
|
1 |
|
|
|
где N0,1 – число атомов первого препарата (1) при t = 0 , λ1 |
и λ2 – |
||||
постоянные распадов препаратов (1) и (2) соответственно. |
|
194
Если период полураспада препарата (1) значительно больше
периода полураспада препарата (2), т.е. |
λ1 λ2 , |
то последняя |
||||||||||
формула принимает вид |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
N2 ≈ N1 |
λ1 |
(1−e−λ2t ), |
|
|
(4.3.6) |
|||||||
λ |
|
|
||||||||||
|
|
|
|
2 |
|
|
|
|
|
|
|
|
где N1 и N2 — число радиоактивных атомов веществ (1) и (2) в |
|
|
||||||||||
момент времени t . |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
При радиоактивном равновесии (для |
времен |
1 |
t |
|
1 |
) |
||||||
λ |
|
|||||||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
λ |
2 |
|
|
имеет место соотношение |
|
|
|
|
|
1 |
|
|
|
|
||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||
|
N1 |
|
= λ2 . |
|
|
|
(4.3.7) |
|||||
|
|
|
|
|
||||||||
|
N |
2 |
|
|
λ |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
1 |
|
|
|
|
|
|
|
• Обобщение предыдущего соотношения: если имеется смесь ряда радиоактивных изотопов, образующихся один из другого, и
постоянная распада λ1 первого члена ряда много меньше постоянных λi , i = 2, 3,..., k всех остальных членов ряда, то в
смеси устанавливается состояние радиоактивного равновесия, при котором активность всех членов ряда равны между собой:
λ1N1 = λ2 N2 =... = λk Nk , λ1 λ2 , λ3 ,...,λk .
• Поглощенной дозой излучения называется энергия,
поглощенная единицей массы облучаемого объекта. |
|
||||
|
W |
D = |
W / m , |
|
(4.3.8) |
где |
– энергия ионизирующего излучения, |
переданная |
|||
элементу облучаемого вещества; |
m − масса |
этого |
элемента. Ее |
||
размерность |
[D] = [E / m] = L2T −2 =Дж/кг. В |
СИ |
эта единица |
получила название грей (Гр). Часто используется также внесистемная единица – рад: 1 рад = 0,01 Дж/кг, т.е. 1 Гр = 100 рад.
• Для отражения опасности облучения для живого организма, вводят понятие эквивалентной дозы. Чтобы получить значение
195
эквивалентной дозы, надо величину поглощенной дозы умножить на так называемый коэффициент качества излучения Q (табл. П.9). Единицей измерения эквивалентной дозы в СИ служит зиверт (Зв): 1 Зв=1 Гр· Q . Используют также внесистемную единицу – бэр (биологический эквивалент рентгена): 1 бер = 1 рад· Q, т.е.
1Зв = 100 бэр.
•Для характеристики радиационной обстановки на местности и в помещениях используют понятие экспозиционной дозы: количество рентгеновского или гамма-излучения, выраженное в единицах заряда одного знака, порожденного им в единице массы сухого воздуха в данной точке пространства:
X = Q / m. |
(4.3.9) |
Единицей измерения в СИ является Кл/кг – доза, производящая в 1 кг сухого воздуха число ионов, суммарный заряд которых составляет 1 Кл каждого знака. На практике часто используют внесистемную единицу – рентген (Р): 1 Р = 0,000258 Кл/кг.
Так как на образование в воздухе пары ионов, (считаются ионы одного знака) тратится 34 эВ, то энергия, затрачиваемая на образование единицы заряда, равна w = 34 Дж/Кл. Теперь
экспозиционную дозу можно связать с поглощенной (воздухом же)
дозой |
D =1P×w = 2,58 10−4 |
×34 =8,77 |
мГр = 0,877 рад. |
|
возд |
|
|
Однако это не означает, что такую же дозу получает находящийся там объект.
• Мощность экспозиционной дозы фотонного излучения Х есть
величина, равная отношению экспозиционной дозы |
X фотонного |
|
излучения к интервалу времени |
t , за которое получена эта доза, |
|
т.е. |
|
|
X = |
X / t . |
(4.3.10) |
Мощность экспозиционной дозы выражается в амперах на килограмм (А/кг).
• Экспозиционная доза рентгеновского и γ-излучения, падающего на объект, экранированный защитным слоемтолщиной х,
196
X = X0 e−μx , |
(4.3.11) |
где X0 – экспозиционная доза при отсутствии защитного слоя.
• Экспозиционная доза γ-излучения, падающего за время t на
объект, находящийся в воздухе на расстоянии R от точечного источника,
X = Xt / R2 , |
(4.3.12) |
где X – мощность экспозиционной дозы на расстоянии, равном единице. Поглощением γ-излучением в воздухе пренебрегаем.
• Закон ослабления узкого пучка моноэнергетических γ-излучений припрохождениичерезпоглощающеевещество:
а) ослабление плотности потока ионизирующих частиц или фотонов
J = J0 e−μx , |
(4.3.13) |
где J0 – плотность потока частиц, падающих на поверхность
вещества; J – плотность потока частиц после прохождения слоя вещества толщиной х; μ – линейный коэффициент ослабления
(рис. 14); |
|
б) ослабление интенсивности излучений |
|
I = I0 e−μx , |
(4.3.14) |
где I – интенсивность γ-излучений в веществе на глубине х; I0 – интенсивность γ-излучений, падающих на поверхность вещества.
197

Рис. 14
• Слоем половинного ослабления называется слой, толщина x1/ 2
которого такова, что интенсивность проходящих через него γ-излучений уменьшаетсявдвараза:
x |
= ln2 |
= |
0, 693 . |
(4.3.15) |
1/ 2 |
μ |
|
μ |
|
• Мощность дозы излучения (мощность поглощенной дозы
излучения) |
|
D =ΔD / t , |
(4.3.16) |
где t – время, в течение которого была поглощена элементом облучения доза излучения D .
Мощность дозы излучения выражается в греях в секунду (Гр/с).
198
4.3.2. Методические рекомендации по решению задач
Пример 4.3.1. Определить начальную активность A0 радиоактивного магния 1227 Mg массой т = 0,2 мкг, а также его
активность А через время t = 6 ч. Период полураспада магния Т = 9,46 мин (см. в табл. П.5 приложения). Предполагается, что все атомы изотопа радиоактивны.
Решение. Активность А изотопа характеризует скорость радиоактивного распада и определяется отношением числа ядер dN , распавшихся за интервал времени dt , к величине этого
интервала: A = − |
dN |
. Знак «минус» показывает, что число |
N |
|
dt |
||||
|
|
|
радиоактивных ядер с течением времени убывает. Применим закон радиоактивного распада:
N = N0 exp(−λt) ,
где N (N0 ) – число радиоактивных ядер, содержащихся в изотопе
в момент времени t (t0 |
= 0); λ = |
ln z |
– постоянная радиоактивного |
|||||||||||||||||||
T |
||||||||||||||||||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||||
распада. Продифференцировав N = N (t ) по времени получим |
|
|
||||||||||||||||||||
|
|
|
A = − |
dN |
= λN |
|
e−λt = A e−λt |
, |
|
|
|
|||||||||||
|
|
|
|
0 |
|
|
|
|||||||||||||||
|
|
|
|
|
|
dt |
|
|
|
|
0 |
|
|
|
|
|
|
|||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|||||
где A = λN |
|
. Так как N |
|
= m N |
|
|
( μ – |
молярная масса, N |
|
– |
||||||||||||
0 |
0 |
|
|
|
|
0 |
|
|
|
μ |
|
A |
|
|
|
|
|
|
A |
|
||
число Авогадро), то |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||||
|
|
A = m ln 2 |
|
|
|
|
|
|
|
A = m ln 2 |
|
|
ln 2 |
t . |
|
|
||||||
|
|
N |
|
|
; |
|
|
N |
A |
e− T |
|
|
||||||||||
|
|
0 |
μ |
T |
|
|
A |
|
|
|
|
μ |
T |
|
|
|
|
|
||||
Подставив в данные формулы числовые значения, получим |
|
|
||||||||||||||||||||
|
|
|
A =5,13 1012 Бк; |
A =81,3 Бк. |
|
|
|
|||||||||||||||
|
|
|
0 |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
Пример 4.3.2. В замкнутый объем помещено N0 атомов радиоактивного элемента, постоянная распада ядер которого равна λ1 . Ядра элемента, образующегося в результате распада,
также радиоактивны, их постоянная распада равна λ .
2
199
Определить, как с течением времени изменяется число «дочерних»
ядер. Рассмотреть предельные случаи λ1 |
λ2 |
и λ1 λ2 . |
Решение. За время dt число N2 |
ядер |
нового элемента |
(«дочерних» ядер) изменяется: 1) за счет появления новых ядер в результате распада исходных («материнских») и 2) за счет убыли собственных в результате их распада:
dN2 = λ1N1dt −λ2 N2dt , |
(4.3.17) |
где N1 – число «материнских» ядер, а N2 – число «дочерних» в тот
же момент времени t . Согласно закону радиоактивного распада. N1 = N0 exp (−λ1t ), так что
dN2 |
+λ |
2 |
N |
2 |
= λ |
N |
e−λ1t . |
(4.3.18) |
|
||||||||
dt |
|
1 |
0 |
|
|
|||
|
|
|
|
|
|
|
Решение неоднородного дифференциального уравнения можно представить в виде суммы общего решения однородного уравнения
и частного решения неоднородного. Последнее ищем в виде Ae−λ1t . Подставляя это выражение в (4.3.18), получаем соотношение
|
−λ1 A +λ2 A = λ1N0 , |
|
|
(4.3.19) |
|||||||
откуда |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
A = N0 |
|
|
λ1 |
|
|
. |
|
|
(4.3.20) |
|
|
λ |
2 |
−λ |
|
|
||||||
|
|
|
|
|
1 |
|
|
|
|
||
Общее решение однородного уравнения |
|
N2 +λ2 N2 = 0 уже |
|||||||||
хорошо нам известно: Be−λ2t . Таким образом, |
|
|
|
||||||||
N2 |
(t)= Be−λ2t + N0 |
|
|
λ1 |
|
e−λ1t . |
(4.3.21) |
||||
λ |
2 |
−λ |
|||||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
1 |
|
|
Постоянная В в этом соотношении определяется из начального условия отсутствия "дочерних" ядер в момент времени t = 0 :
200